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Rapport Technique

TITRE :

Les Réacteurs à Neutrons Rapides, le sodium, le cycle du combustible : bilan de l’acquis, potentiel d’innovation et perspectives d’avenir.

AUTEUR :

Jean MOREAU - membre du Comité Scientifique de l'AEPN

RESUME :

Ce rapport refait le long chemin parcouru par l’étude, la conception et la réalisation des réacteurs rapides refroidis au Sodium. A partir de ce bilan, il précise les potentiels d’innovation de la filière rapide, dans la perspective d’un développement durable de l’énergie d’origine nucléaire.
Le Chapitre 1 présente les propriétés physiques et physico-chimiques du Sodium ainsi que ses applications non nucléaires.
Le Chapitre 2 analyse les propriétés recherchées pour les cœurs rapides et la capacité du Sodium à répondre à ces propriétés. On donne une analyse détaillée des propriétés neutroniques thermiques et thermohydrauliques qui se conjuguent pour permettre l’atteinte d’une densité de puissance très importante et accroître la capacité des cœurs rapides à atteindre un flux élevé.
Le Chapitre 3 analyse l’apport inestimable du Projet EFR, qui cristallise certaines connaissances acquises en R et D et constitue une avancée considérable pour l’industrialisation de ce type de réacteur.
Le Chapitre 4 passe en revue les voies d’innovation sans exclure les voies Sodium et en particulier les voies qui autorisent des réductions drastiques de taille et des possibilités insuffisamment explorées en matière de fabrication en usine, de démontabilité et de réparabilité.

Il s’agit de la voie modulaire et des voies non intégrées (avec combinaison possible).


Le Chapitre 5 montre que les réacteurs rapides, indépendamment du choix du caloporteur, permettent seuls de réunir les conditions d’un développement durable de la production d’électricité d’origine nucléaire : Economie d’Uranium et maîtrise de la radio toxicité de tous les actinides.

On préconise aussi la recherche d’une voie performante en matière de retraitement, la pyrochimie, qui permet seule d’utiliser toutes les potentialités des RNR.

Enfin, à l’horizon se profile la voie idéale des réacteurs à sels fondus qui permettront la maîtrise définitive du problème des déchets et ouvriront progressivement la voie du cycle au Thorium.
Le chapitre 6 est consacré à une conclusion qui reprend chacun des thèmes abordés dans ce rapport et resitue la voie sodium dans la problématique générale du développement de la Filière Rapide.


MOTS CLES :

Réacteurs à neutrons rapides - Sodium - caloporteur – Spectre neutronique - Flux neutronique - Thermique - Thermohydraulique - Cycle - Pyrochimie - Transmutation - Déchets - Actinides - PFVL - Sels fondus – Hybrides - Energie.







Table des matières

1. Le sodium, histoire, propriétés, applications
NON NUCLEAIRES J

1.1 Introduction J

1.2 Propriétés physiques du sodium : Généralités J

1.2.1 Structure atomique du sodium K

1.2.2 La liaison métallique L

1.2.3 Température de fusion, température d’ébullition, température critique L

1.2.4 Masse volumique M

1.2.5 Viscosité dynamique N

1.2.6 Tension superficielle et mouillage O

1.2.7 Conductivité thermique O

1.2.8 Chaleur spécifique P

1.2.9 Tension de vapeur Q

1.2.10 Résistivité électrique S

1.2.11 Magnétisme S

1.2.12 Vitesse du son S

1.2.13 Dilatabilité T

1.2.14 Isotopes radioactifs du et autres isotopes radioactifs résultant de l’action du flux neutronique sur le U

1.2.14.1 Réaction n,  donnant lieu à la formation du V

1.2.14.2 Réaction (n,2n) donnant lieu à la formation de * W

1.2.14.3 Réaction( n,p) donnant lieu à la formation du * X

1.2.14.4 Réaction n, donnant lieu à la formation du X

1.3 Propriétés chimiques : Généralités X

1.3.1 Réaction du sodium avec l’air X

1.3.1.1 Cas du sodium solide X

1.3.1.2 Cas du sodium liquide Y

1.3.2 Réaction du sodium avec l’eau Y

1.3.3 Autres réactions : Solubilités Z

1.3.3.1 Réactions avec l’azote et les gaz rares Z

1.3.3.2 Réactions avec le carbone Z

1.3.3.3 Réactions avec le gaz carbonique Z

1.3.3.4 Réaction avec les alcools AA

1.3.3.5 Réaction du sodium avec l’oxygène - Solubilité de l’oxygène dans le sodium AA

1.3.3.6 Réaction avec l’hydrogène - Solubilité de l’hydrogène dans le sodium BB

1.3.3.7 Remarques relatives aux phénomènes de solubilité dans le sodium liquide CC

1.3.4 La corrosion DD

1.3.4.1 Dissolution de l’acier (cas du sodium pur) DD

1.3.4.2 Corrosion inter granulaire DD

1.3.4.3 Cas du sodium chargé d’oxygène DD

1.3.4.4 Importance du maintien d’un niveau de propreté adéquate du sodium EE

1.4 Le problème de la définition d’une base de données cohérentes EE



2. REEXAMEN DES POSSIBILITES OFFERTES PAR LES RNR - CAS DE LA PHYSIQUE DES COEURS REFROIDIS AU SODIUM FF

2.1 Problématique du choix d’un caloporteur pour les réacteurs FF

2.2 Propriétés neutroniques recherchées dans un milieu multiplicatif - Rappels FF

2.2.1 La voie des neutrons thermiques HH

2.2.2 La voie des neutrons rapides HH

2.2.2.1 Importance des caractéristiques du spectre et de la valeur du flux neutronique vis à vis de la transmutation JJ

2.2.3 Conclusion sur les caractéristiques de base offertes par les neutrons rapides JJ

2.3 La physique des cœurs rapides refroidis au Sodium KK

2.3.1 Le faible pouvoir ralentisseur du Sodium KK

2.3.2 Le faible pouvoir capturant du sodium LL

2.3.2.1 Influence du sodium sur la réactivité du cœur. MM

2.3.2.2 Cas limite de la vidange sodium. NN

2.3.3 Performances thermiques du Sodium QQ

2.3.3.1 Densité de puissance et flux neutronique RR

2.3.3.2 Puissance résiduelle spécifique maximale admissible et puissance neutronique maximale admissible SS

2.3.4 Les propriétés surgénératrices TT

2.3.4.1 Gain de surgénération TT

2.3.4.2 Temps de doublement (TD) UU

2.4 Conclusion relative aux propriétés du caloporteur sodium vis-à-vis de la seule physique du cœur d’un RNR (neutronique, thermique, hydraulique) VV

3. Les grands choix technologiques adoptés pour la maitrise du caloporteur sodium bilan et perspectives XX

3.1 La continuité et la cohérence de l’effort de développement en France XX

3.1.1 RAPSODIE XX

3.1.2 PHENIX YY

3.1.3 SUPERPHENIX YY

3.1.4 EFR ZZ

3.2 Inventaire des grands choix ZZ

3.3 Le choix du Sodium, un choix mondial AAA

3.3.1 Choix résultant directement des propriétés chimiques du Sodium CCC

3.3.1.1 Le circuit primaire CCC

3.3.1.2 Atmosphères neutres CCC

3.3.1.3 Les circuits secondaires DDD

3.3.2 Le maintien du Sodium dans un état de propreté adéquate DDD

3.3.2.1 Les sources d’impuretés O et H DDD

3.3.2.2 Problèmes posés par la présence d’impuretés dans le Sodium EEE

3.3.2.3 Les techniques de piégeage des impuretés et de contrôle de la qualité du Sodium FFF

3.3.2.4 Les générateurs de vapeur, la réaction sodium eau et la détection d’hydrogène GGG

3.3.2.5 Les feux sodium III

3.3.3 Les ultrasons et l’inspection en service JJJ

3.3.3.1 Généralités JJJ

3.3.3.2 Les ultrasons KKK

3.3.3.3 L’inspection en service MMM

3.4 Le combustible et le sodium NNN

3.4.1 Influence sur la thermohydraulique du faisceau des caractéristiques thermiques et hydrauliques exceptionnelles du sodium NNN

3.4.2 L’assemblage combustible NNN

3.4.3 La corrosion de la gaine par le Sodium PPP

3.4.4 La réaction oxyde mixte/ Sodium PPP

3.4.4.1 La rupture de gaine QQQ

3.5 Les grandes spécifications d’EFR, Evolutions, Intégration d’options diverses QQQ

3.5.1 Objectifs initiaux (Phases 1 et 2) QQQ

3.5.2 Le consistent design (9/91) RRR

3.5.2.1 Caractéristiques héritées de SPX 2 RRR

3.5.2.2 L’apport des études ECRA RRR

3.5.2.3 L’apport des partenaires RRR

3.5.2.4 Choix propres au projet EFR SSS

3.5.2.5 L’évolution du « Consistent design » de 9/91 à 12/93 SSS

3.5.3 Révision des objectifs EFR après 1993 - Passage au Programme EFR SSS

3.5.3.1 Révision des spécifications TTT

3.5.3.2 Evolution du « Référence Design » depuis 1993 TTT

3.6 Les acquis issus conjointement de la R et D et d’EFR VVV

3.6.1 Règles de dimensionnement et analyses structurales VVV

3.6.1.1 Les codes et normes WWW

3.6.1.2 Analyses dynamiques WWW

3.6.1.3 Conclusions relatives aux règles de dimensionnement et aux analyses structurales WWW

3.6.2 Sûreté XXX

3.6.3 Les voies de l’innovation XXX

3.6.3.1 Arbre des options de base des RNR YYY

3.6.4 Les réfrigérants alternatifs YYY

3.6.4.1 Voies d’amélioration du concept intégré AAAA

3.6.4.2 Les concepts non intégrés AAAA

3.6.4.3 Amélioration des systèmes BBBB

3.6.5 La clôture prématurée du Programme EFR CCCC

3.6.5.1 L’établissement d’une documentation visant à préserver les connaissances acquises CCCC

3.6.5.2 La portée exemplaire du Programme EFR CCCC

3.6.5.3 De multiples retombées positives dont la portée est très vaste DDDD

4. L’AVENIR DES REACTEURS A NEUTRONS RAPIDES EEEE

4.1 Le support indispensable d’une R et D active et de la collaboration internationale EEEE

4.2 Les rapides du futur FFFF

4.2.1 Les multiples facettes de l’innovation GGGG

4.2.2 La nécessaire remise à plat de toutes les options HHHH

4.2.3 Le choix de la puissance unitaire - la modularité. IIII

4.2.4 Les voies non intégrées JJJJ

4.2.4.1 La fabrication en usine JJJJ

4.2.4.2 L’ISIR JJJJ

4.2.5 La nécessaire conjugaison des efforts : Engénierie, R & D, Exploitant JJJJ



5. REFLEXIONS SUR LES POTENTIALITES DES RNR ET DU CYCLE DU COMBUSTIBLE POUR L’ATTEINTE D’UN DEVELOPPEMENT DURABLE DE L’ENERGIE NUCLEAIRE KKKK

5.1 Le rôle potentiel des réacteurs à neutrons rapides dans la perspective d’un développement durable de l’énergie nucléaire KKKK

5.1.1 Données générales concernant l’énergie KKKK

5.1.2 Le véritable défi énergétique qui se dessine LLLL

5.1.3 Les conditions d’un développement durable de l’énergie nucléaire LLLL

5.2 Economie des ressources naturelles MMMM

5.2.1 Rôle de la surgénération sur l’économie des ressources MMMM

5.2.2 Conséquences de l’isogénération sur la minimisation des matières en amont du cycle MMMM

5.3 Maîtrise du cycle du combustible NNNN

5.3.1 Cycle ouvert ou cycle fermé, l’alternative de base NNNN

5.3.2 Inventaire des produits d’irradiation et position du problème de leur radio toxicité OOOO

5.4 Les réacteurs à neutrons rapides et l’aval du cycle SSSS

5.5 Physique de la transmutation SSSS

5.5.1 Cas des transuraniens, potentiel de transmutation des réacteurs à neutrons rapides TTTT

5.5.2 Cas des produits de fission YYYY

5.6 Structure actuelle, stratégies possibles, scénarios REP, RNR AAAAA

5.6.1 Le multirecyclage du Plutonium BBBBB

5.6.2 Le recyclage de l’ensemble Pu + Actinides Mineurs BBBBB

5.6.2.1 La voie homogène BBBBB

5.6.2.2 La voie hétérogène CCCCC

5.6.2.3 La voie des réacteurs dédiés - Les scénarios à deux ou plusieurs strates DDDDD

5.7 Les RNR et la nécessité d’un retraitement avancé : la voie de la pyrochimie GGGGG

5.8 L’étape ultime et idéale des réacteurs à sels fondus IIIII

5.8.1 Les réacteurs à sels fondus et l’introduction du Thorium KKKKK



6. CONCLUSION LLLLL

6.1 Le potentiel des réacteurs à neutrons rapides LLLLL

6.1.1 Economie de l’Uranium LLLLL

6.1.2 L’aval du cycle et la transmutation des radio nucléides LLLLL

6.1.2.1 Les techniques de retraitement MMMMM

6.2 Le cas ultime idéal des réacteurs à sels fondus MMMMM

6.3 L’innovation NNNNN

6.3.1 Les caloporteurs alternatifs NNNNN

6.3.2 Les voies Sodium OOOOO

6.3.2.1 Les voies non intégrées OOOOO

6.3.2.2 L’ISIR et la voie des petites tailles de cuve PPPPP

6.3.3 Les concepts modulaires PPPPP



6.4 Le support de la R et D PPPPP

7. ANNEXE 1 : le sodium, METAL ALCALIN, Histoire, état naturel, données physico-chimiques générales QQQQQ

FIGURES

Figure 1 : Masse volumique du sodium en fonction de la température M

Figure 2 : Viscosité dynamique du sodium en fonction de la température O

Figure 3 : Conductivité thermique du sodium en fonction de la température P

Figure 4 : Chaleur spécifique du Sodium en fonction de la température Q

Figure 5 : Tension de vapeur du sodium en fonction de la température R

Figure 6 : Vitesse du son dans le sodium en fonction de la température T

Figure 7 : Dilatabilité en fonction de la température U

Figure 8 : Schéma de désintégration du (21) W

Figure 9 : Schéma de désintégration du (21) W

Figure 10 : Courbe de solubilité de l’oxygène dans le sodium BB

Figure 11 : Solubilité de l’hydrogène dans le sodium CC

Figure 12 : Arbre des options des RNR YYY

Figure 13 : Bilan matière simplifié à la décharge d’un combustible d’un REP irradié NNNN

Figure 14 : Combustible UOX1 : Inventaire radiotoxique (ingestion) dû aux radionucléides présents au moment du retraitement RRRR

TABLEAUX

Tableau 1.1 : Viscosité dynamique du Sodium comparée avec quelques liquides N

Tableau 1.1.2 : Pression de vapeur saturante de quelques liquides usuels à 20°C Q

Tableau 1.1.3 : Isotopes radioactifs résultant de l’action du flux neutronique sur le V

Tableau 2.4 : Comparaison des bilans fission-absorption des noyaux fissiles pour les neutrons thermiques (N. Th.) et les neutrons rapides (N R.) II

Tableau 2.5 : Décomposition de k suivant le format des quatre facteurs (cœur de type EFR) LL

Tableau 2.6 : Coefficients de stabilité d’un cœur RNR refroidi au sodium MM

Tableau 2.7 : Effet de vidange sodium dans Phénix, Super-Phénix,
et un réacteur du type EFR OO


Tableau 2.8 : Intégrale sur une durée t0 de r (pour un réacteur de type EFR) SS

Tableau 2.9 : Gain de surgénération des centrales rapides refroidies au Sodium TT

Tableau 3.10 : Réacteurs rapides dans le monde, programme par pays BBB

Tableau 5.11 : Contenu en radio-isotopes et radio toxicité d’un combustible irradié
(terme source) (3.5 %, 33 GWJ/t, 3 ans de refroidissement) PPPP


Tableau 5.12 : Ordre de grandeur de la radio toxicité des produits d’irradiation (REP UOX) SSSS

Tableau 5.13 : Rapport des sections efficaces de fission et de capture des actinides principaux TTTT

Tableau 5.14 : Valeurs de DJ «(« Consommation » de neutron par fission VVVV

Tableau 5.15 : Valeurs de G en fonction de flux et du type de réacteur WWWW

Tableau 5.16 : Transmutation des PFVL, comparaison REP, RNR, RNR avec cibles modérées ZZZZ

Tableau 5.17 : Consommation des neutrons pour la transmutation des PFVL principaux ZZZZ

Tableau 5.18 : Facteur de réduction de la radio toxicité par rapport au cycle ouvert (en fonction du temps) en RNR CCCCC

Tableau 5.19 : Impact à la fabrication des cibles avec actinides mineurs CCCCC

Tableau 5.20 : Relation entre coefficient multiplicatif (keff), courant FFFFF

Tableau 7.21 : Les huit éléments les plus courants dans la croûte terrestre incluant les océans et les éléments retenus dans l’atmosphère SSSSS


Ce rapport n’aurait pas vu le jour sans les contributions irremplaçables constituées par les études menées en R & D et au cours du programme EFR.


En outre, je tiens à citer quelques noms parmi ceux qui ont directement contribué à ce travail en me prodiguant de nombreux conseils, en me faisant profiter de l’étendue de leurs connaissances et en relisant ce rapport. Il s’agit de :
Jean Tommasi, Jacqueline Desreumaux, Francoise Masse, André Ardelier, Marc Delpech, Alain Bernard, Christian Latgé, Jean-Luc Berton, Michel Carnoy.



Avertissement

Chaque chapitre est autoporteur et peut donc être lu séparément.

Les questions qui peuvent être ignorées en première lecture (développements techniques par exemple) sont traitées sous forme d’ encarts en italique.

La table des matières automatique, détaillée jusqu’au niveau quatre, permet de trouver aisément les informations recherchées.

La bibliographie très abondante en référence au cours du texte permet de compléter certaines informations. Cette biliographie fait référence à la grille provisoire élaborée aux fins d’identification et de pérennisation des connaissances acquises en R & D

Cependant, ce document qui ne saurait prétendre couvrir la totalité de l’expérience acquise et ne fait pas double emploi avec de nombreux documents irremplaçables, issus de la R & D et du Programme EFR, a seulement pour objet de mettre en évidence les possibilités offertes par les neutrons rapides et d’éclairer l’histoire du choix du sodium comme caloporteur des réacteurs à neutrons rapides.

Il se trouve que la technologie des réacteurs à neutrons rapides ayant pour caloporteur le sodium a atteint aujourd’hui le niveau de la faisabilité industrielle.

Une longue expérience de plus de 30 ans a été acquise en France et dans le Monde (environ dix pays industrialisés sont concernés, voir chapitre 3 « Choix technologiques adoptés pour la maîtrise du caloporteur sodium », paragraphe 3.1 « Situation en France et dans le monde ».

Le Programme EFR European Fast Reactor, résultant des efforts conjugués de Framatome/Novatome avec nos partenaires européens et intégrant l’état actuel de nos connaissances, rassemble dans de multiples documents la traduction concrète de notre savoir-faire.

Il n’est pas possible d’aborder de façon théorique et avec une logique linéaire ce domaine ; sa complexité est telle qu’elle ne peut être maîtrisée que par une longue expérience.

Cependant on utilise les ressources de la connaissance physique pour éclairer un peu un écheveau de connaissances et de savoir-faire dont une bonne partie n’était pas vraiment théorisable à l’avance

La physique du cœur ayant une importance particulière on met en évidence d’une part les possibilités offertes par la physique des cœurs à neutrons rapides, d’autre part les possibilités offertes par le sodium et en ce qui concerne le cœur et on s’efforce de distinguer ce qui est spécifique du sodium et ce qui ne l’est pas.

On abordera successivement :

  • Chapitre 1 : L’histoire du sodium, ses propriétés physiques et physico-chimiques, ses applications non nucléaires.

  • Chapitre 2 : Les réacteurs à neutrons rapides et le choix du sodium, métal liquide, comme caloporteur.

  • Chapitre 3 : Les grands choix technologiques adoptés pour la maîtrise du caloporteur sodium.

  • Chapitre 4 : L’avenir des RNR par la conjugaison des efforts de l’ingénierie (FRAMATOME), de la R et D (CEA) et d’EDF dans le cadre d’une collaboration internationale élargie.

  • Chapitre 5 : Réflexions sur les potentialités des RNR et du cycle du combustible pour l’atteinte des conditions d’un développement durable de l’énergie nucléaire.

Les Chapitres 1 et 2 accordent beaucoup de place à la physique et sont destinés à ceux qui souhaitent avoir une vue d’ensemble sur les propriétés physiques et chimiques du sodium, métal liquide, et les propriétés neutroniques offertes par le concept de cœur rapide avec une étude des propriétés spécifiques des cœurs rapides refroidis au sodium.

Le Chapitre 3 aborde de manière nécessairement très résumée la masse de l’expérience technologique et du savoir-faire acquis et ne saurait en aucune façon se substituer à l’ensemble des documents émis sur ces sujets et à la somme des savoirs accumulés.

Il se trouve que pratiquement tous les problèmes ont un versant théorique, un versant expérimental et un versant technologique et les chapitres 3 et 4 sont au carrefour de tous ces problèmes.

Le Chapitre 4 met en évidence les possibilités offertes par la conjugaison des efforts de l’Ingénierie (Framatome/Novatome), de la R et D (CEA), et d’EDF, (avec collaboration internationale élargie) et la nécessité d’inclure le sodium dans les voies d’innovation et en particulier d’explorer les voies non intégrées et modulaires en sodium avec ou sans combinaison des deux voies.

Le Chapitre 5 tente quelques réflexions sur les perspectives offertes par les cœurs rapides (quelque soit le caloporteur), et le cycle de combustible, au sein d’un développement durable de l’énergie nucléaire.

On passe en revue :

  • les bilans nets en neutrons lors de la transmutation en RNR,

  • les possibilités offertes par la pyrochimie, voie de retraitement avancée par rapport au procédé PUREX, voie particulièrement adaptée aux RNR,

  • les possibilités très limitées offertes par les systèmes hybrides,

  • les possibilités offertes par les réacteurs à sels fondus, réacteurs d’avenir.


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